Атомный проект «Прорыв» August 21st, 2014

Вот такая новость появилась вчера на сайтах информагенств:

Крупнейшее проектное предприятие атомной отрасли России ОАО «Атомпроект» (Санкт-Петербург) объявило конкурс на изучение сейсмических условий площадки под опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК) российского проекта «Прорыв» по созданию ядерных энергетических технологий нового поколения, начальная цена работ - 5 миллионов рублей, они должны быть выполнены к середине 2015 года.

Как следует из материалов, размещенных в среду на сайте закупок госкорпорации «Росатом», должна быть проведена оценка геодинамических и сейсмотектонических условий, сейсмичности пункта и площадки, параметры проектного землетрясения и максимального расчетного землетрясения для площадки размещения ОДЭК.

«Подведение итогов конкурса запланировано на 2 октября нынешнего года. Все работы в рамках контракта должны быть выполнены до середины следующего года», - сказал РИА Новости представитель «Атомпроекта».

Давайте узнаем подробнее про этот проект:

Мировая ядерная энергетика (ЯЭ) в последние 30 лет находится в кризисном состоянии. Максимальная доля АЭС в выработке глобальной электроэнергии в 17% была достигнута в начале 90-х. На сегодня она снизилась до 13 %. Прогнозируется дальнейшее падение.

Основным барьером на пути развития современной ЯЭ, является проблема конкурентоспособности, которая упирается в проблему безопасности АЭС «старого образца». Действующие АЭС производят большой объем ОЯТ (отработанное ядерное топливо), сроки дезактивации которого могут достигать 200 тысяч лет. Человечество не в состоянии проектировать хранилища с таким сроком работы. На уровне международной безопасности действующие АЭС могут быть использованы для производства ядерного оружия. Насколько это злободневно, можно судить по новостям из Ирана.

Может сложится впечатление, что дни ядерной энергетики сочтены. Однако «Росатом» считает, что обладает достаточным человеческим и научным потенциалом для того, чтобы добиться технологического прорыва и сделать атомную энергетику более экологичной, экономичной и безопасной и надежной, чем существующие альтернативные способы получения энергии. Проект «Прорыв» призван решить все обозначенные проблемы и обеспечить непрерывно растущие потребности цивилизации в энергетике.

Проект «Прорыв», предусматривающий создание ядерных энерготехнологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах, планируется выполнить на площадке Сибирского химического комбината в ЗАТО Северск Томской области.

Реализация «Прорыва» включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом и модуля по производству плотного уран-плутониевого (нитридного) топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Для реактора «БРЕСТ-ОД-300″ в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран свинец.

«Атомпроект» выполняет комплексное проектирование объектов атомной отрасли, научные исследования, разработку ядерных энерготехнологий нового поколения. «Атомпроект» также проектирует новые разделительные и радиохимические производства и атомные электростанции со всеми типами реакторов, осуществляет проектное сопровождение объектов использования атомной энергии на всех этапах жизненного цикла, является одним из участников проекта «Прорыв».

Суть «Прорыва»

Основные положения проекта

1. Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения

2. Замыкание ядерного топливного цикла для полного использования энергетического потенциала уранового сырья

3. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО (это означает, что захораниваться будут отходы с той же радиоактивностью, что и извлеченное ранее из недр сырье)

4. Технологическое усиление нераспространения ядерного оружия (новые реакторы не могут использоваться для его производства)

5. Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с быстрыми реакторая, по крайней мере, до уровня АЭС старого образца

6. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами энергогенерации

7. Обеспечение масштабного развития ядерной энергетики России к концу столетия до 350 ГВт на существующей минеральной ресурсной базе (фактически, создается база для крупномасштабной ядерной энергетики).

8. Переработка ОЯТ, включая накопленные тепловыми реакторами объемы (в России только 2% ОЯТ пускаются в переработку, отходы от старых реакторов непрерывно накапливаются, а расходы на их хранение постоянно растут, растет и экологическая угроза от них. Сжигание плутония и других радиоактивных элементов в реакторах нового типа дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов и создает условия для более безопасной жизни)

Технология новых АЭС будет предусматривать так называемое радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле, что в частности означает, что в течение примерно 150-300 лет переработанное топливо будет хранится в специальных хранилищах. За это время биологическая опасность будет снижена в 100 раз.

Технологические, конструктивные и физические характеристики разрабатываемых реакторов

1. характеристики ЯР исключают разгон на мгновенных нейтронах

2. конструктивно исключена потеря теплоносителя

3. нет материалов с потенциями взрыва или пожара в конструкции ЯР

4. при любых отказах в системах АЭС, ошибках персонала и реализуемых внешних воздействиях исключены выбросы радиоактивности в окружающую среду, требующие эвакуации населения.

В рамках проекта прорыв разрабатываются реакторы типа «БРЕСТ» с с электрической мощностью 300 и 1200 МВт. Первый БРЕСТ (на 300 МВт) планируется построить в Северске (Томская область), он носит название БРЕСТ-300. А так выглядит схема реактора БРЕСТ-1200:

Вот цитата из интервью члена технического комитета проекта «Прорыв», главного конструктора реакторов на быстрых нейтронах ОАО «ОКБМ Африкантов» Б. А. Васильева.

Борис Александрович, позвольте начать с вопроса несколько провокационного: проект «Прорыв» — это новая энергетика или все-таки нет? Можно ли говорить о том, что в результате его реализации будет принципиально решен вопрос энергообеспечения человечества на длительное время.

Это было бы неточно «Прорыв» определять как проект, относящийся к новому виду энергии. По большому счету, это все-таки развитие уже освоенной атомной энергетики. Но то, что замыкание топливного цикла позволит превратить атомную энергетику в глобальную, такую, которая может удовлетворять потребности человечества в энергии в течение тысячелетий, это действительно так.
Вопрос о замыкании ядерного топливного цикла был поставлен уже в начальный период развития атомной энергетики. А сейчас тем более стало ясно, что без замыкания топливного цикла, запасов урана хватит не более чем на 100 лет. Такая атомная энергетика не имеет принципиальных преимуществ перед традиционной, поскольку запасы нефти и газа хотя тоже не безграничны, но и не меньше по энергоресурсу.

Замыкание ядерного топливного цикла позволяет вовлечь в работу дополнительный делящийся материал – плутоний, который получается из «балластного» изотопа урана-238 (99,3% в природном уране), что позволяет эффективно использовать весь природный уран, тогда как в освоенной атомной энергетике используется лишь природный делящийся материал – изотоп уран-235 (~0,7% в природном уране). Но замкнутый топливный цикл сложнее, чем открытый. Он требует переработки отработавшего ядерного топлива, выделения из него плутония (а это радиоактивный и токсичный элемент), изготовления свежего топлива на основе плутония; этот процесс должен быть непрерывным, что не так просто осуществить. Впрочем, во Франции, например, эта идея уже частично реализована, правда, на традиционных реакторах, которые не обеспечивают многократное повышение эффективности использования делящегося материала. Чтобы перейти к решению задачи полного использования потенциального ресурса урана, нужен новый тип реактора – реактор на быстрых нейтронах (быстрый реактор).

Реакторы на быстрых нейтронах довольно давно разрабатываются во многих странах, но широкого внедрения пока не получили. Единственный в мире быстрый реактор действует сегодня в России, на Белоярской АЭС. Это реактор БН-600 с натриевым теплоносителем электрической мощностью 600 мегаватт. Один он, естественно, ничего не решает, да и сооружен БН-600 еще в 1980-е годы, то есть имеет достаточно солидный возраст для технического объекта. Кроме того, нужно улучшить показатели реакторов БН: технико-экономические характеристики, показатели безопасности. Это в определенной мере сделано в проекте БН-800, который сейчас сооружается на Белоярской атомной станции и через год-два должен быть пущен в эксплуатацию.

В полной мере возможности улучшения конструкции быстрого натриевого реактора могут быть реализованы на базе всего накопленного опыта, и мы сейчас воплощаем эту идею в проекте реактора БН-1200, разрабатываемого в рамках проекта «Прорыв».

Кроме натрия в быстром реакторе возможно использование других видов теплоносителя, не замедляющего нейтроны – в отличие от воды в традиционных реакторах. Специалистами НИКИЭТ (Москва) в 90-х годах было предложено использовать свинцовый теплоноситель, соответствующая конструкция реактора также разрабатывается в рамках проекта «Прорыв». Считается, что он может быть более эффективным по технико-экономическим показателям и безопасности. Мы, разработчики быстрого натриевого реактора, не уверены в этом. Окончательную оценку эффективности применения свинцового теплоносителя можно будет сделать только после получения опыта работы разрабатываемого опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300.

Но для того, чтобы замкнуть ядерный цикл, мало иметь только реакторы, нужен целый набор технологий: переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), изготовления свежего топлива, обращения с радиоактивными отходами от ОЯТ, которые являются самым опасным элементом в этой цепочке, да и в атомной энергетике в целом. Существует два варианта обращения с ОЯТ: прямое захоронение ОЯТ в недра земли, что делает атомную энергетику малоэффективной и экологически наиболее проблемной; и переработка ОЯТ. Переработка и выделение из отработавшего ядерного топлива полезных продуктов для дальнейшего использования в реакторах как раз и решают обозначенную задачу эффективного использования природного урана. При этом одновременно сводится к минимуму количество радиоактивных отходов атомной энергетики. Решение комплексной задачаи замыкания ядерного топливного цикла с использованием новых технологий – это и есть проект «Прорыв».

Проект Прорыв – один из главных современных мировых проектов в ядерной энергетике, реализуемый в России ведущими отраслевыми учеными и специалистами, в рамках которого предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах.

Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года». На сегодняшний день в девяти центрах ответственности проекта трудятся специалисты ведущих научных, проектных и производственных организаций Росатома.

В ближайшие пять лет на площадке Сибирского химического комбината планируется возвести опытно-демонстрационный энергетический комплекс в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива.

Система управления проектом «Прорыв» в 2014 году победила во Всероссийском конкурсе «Проектный Олимп», проводимом Аналитическим центром при Правительстве Российской Федерации, в номинации «Системы управления проектами с совокупным бюджетом более 500 млн руб. в госкорпорациях, институтах развития, государственных компаниях».

Научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Олегович Адамов:
«Проект «Прорыв» сегодня выполняется с опережением сроков по отношению к другим проектам ядерной энергетики мирового уровня примерно на 10 лет, более половины НИОКР по проекту завершены. Внедрение результатов проекта поэтапно в диапазоне 2020-2030-х гг. даст старт развитию крупномасштабной ядерной энергетики, создаст предпосылки укрепления России в качестве лидера на мировом рынке ядерных технологий и продуктов».

Многопрофильность проекта, потребовавшая привлечения ряда отраслевых предприятий, университетов и институтов РАН, определила необходимость возвращения к практике проектного управления, некогда успешно использованной при решении задач создания ядерного оружия и ракетных средств его доставки. Вместо формирования новых предприятий, как в эпоху первого атомного проекта, на существующих профильных базовых предприятиях ГК «Росатом» были выделены Центры ответственности (ЦО) по реакторным установкам, разработки технологий смешанного уран-плутониевого топлива, по переработке ОЯТ, обращению с РАО, созданию кодов нового поколения. Данные ЦО объединены в рамках проектного подхода под единым научным и административным руководством. Такой метод управления является для отрасли пилотным, и это еще одна новация, которая в случае успеха будет применяться в дальнейшем.

Основные положения проекта

1. Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения.
2. Замыкание ядерного топливного цикла для полного использования энергетического потенциала уранового сырья.
3. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО (это означает, что на хранение будут отправлены отходы с той же радиоактивностью, что и извлеченное ранее из недр сырье).
4. Технологическое усиление нераспространения ядерного оружия (новые реакторы не могут использоваться для его производства).
5. Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с быстрыми реакторами, по крайней мере, до уровня АЭС с реакторами на тепловых нейтронах.
6. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами электрогенерации.
7. Обеспечение масштабного развития ядерной энергетики России к концу текущего столетия до 350 ГВт на существующей минеральной ресурсной базе (фактически, создается база для крупномасштабной ядерной энергетики).
8. Переработка ОЯТ, включая накопленные тепловыми реакторами объемы.
9. Разработка и утверждение стратегии коммерциализации.

Центры ответственности

Центр ответственности (ЦО) представляет собой выделенное подразделение базового предприятия, объединяющее группу высококвалифицированных специалистов, обладающих необходимым набором компетенций для решения научно-технических задач в рамках частных проектов «Прорыва».

Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Инновационно-технологический центр проекта «Прорыв»» (ИТЦП) является системным интегратором проекта по техническому заданию, утвержденному ГК «Росатом», выдающим технические задания на частные проекты, осуществляющие ключевые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по обликовому проекту объектов «Прорыва». Частное учреждение «ИТЦП «Прорыв»» создает и поддерживает единое информационное пространство, а также математические модели проекта.

На базе Частного учреждения «ИТЦП «Прорыв» функционирует три Центра ответственности:

1. ЦО объединённый проект «Разработка базовых технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО»
Основной целью ЦО является создание базовых технологий и экспериментального оборудования для переработки ОЯТ и обращения с РАО для МП ОДЭК в рамках формирования в России крупномасштабной ядерной энергетики с естественной безопасностью на основе ЗЯТЦ с использованием реакторов на быстрых нейтронах.

2. ЦО «Разработка, изготовление и передача в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий (ОПТЛ) ПЯТЦ»
Ключевая цель деятельности ЦО – надзор за эффективностью и соответствием техническим требованиям при разработке, изготовлении и передаче в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), включая модуль фабрикации/рефабрикации (МФР), модуль переработки отработавшего ядерного топлива ректоров на быстрых нейтронах (МП).

3. ЦО «Интегрирующие проекты»
Данный центр ответственности занимается создание единого упорядоченного массива актуальной информации проектного направления «Прорыв», содержащего оптимизированную проектно-сметную, конструкторскую, технологическую документацию об объектах и моделях. Такой подход позволяет в виртуальном пространстве получить 3D представление объекта, характеризующее глубину и детализацию его проработки и обоснования, а также имитировать все стадии его жизненного цикла для опережающего анализа характеристик объекта и технологического процесса и своевременной оптимизации технических решений, в том числе по выводу объекта из эксплуатации и реабилитации территории.

4. ЦО объединённый проект «Разработка твэл и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства (Плотное топливо и КМ)»
Расположен на базе АО «ВНИИНМ». Основными задачами ЦО являются разработка твэлов и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства, разработка технологии для фабрикации твэлов и ТВС, а также конструкционных материалов твэлов и ТВС.

5. ЦО «БРЕСТ»
Функционирует на базе АО «НИКИЭТ» и отвечает за реализацию частного проекта БРЕСТ-ОД-300. Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 предназначена для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.

6. ЦО «БН-1200»
Функционирует на базе АО «ОКБМ Африкантов», основная цель - разработка материалов проекта энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200.

7. ЦО «Коды нового поколения»
Сформирован в 2013 г. на базе ИБРАЭ РАН. Основной задачей центра ответственности является разработка универсальных расчетных кодов для моделирования различных режимов работы действующих и проектируемых АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями и объектов замкнутого ядерного топливного цикла, а также воздействия этих объектов на человека и окружающую среду.

8. ЦО «Проектные коды»
Расположен на базовом предприятии АО «ГНЦ РФ-ФЭИ». Данный ЦО отвечает за разработку проектных кодов.

9. ЦО «Проектирование ОДЭК и ПЭК»
ЦО отвечает за проектирование опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) и создание на его основе промышленного энергокомплекса (ПЭК).
Информационный обмен между участниками проекта «Прорыв» осуществляется в рамках Единого информационного пространства (ЕИП) проекта.

ЕИП – совокупность каналов передачи данных, аппаратно-программного обеспечения и методологий, обеспечивающая совместную работу участников проекта, создание, наполнение и использование информационной модели проекта «Прорыв», общие информационные сервисы для частных проектов, интеграцию с ИТ-системами частных проектов (ИТЧП).
Основными компонентами ЕИП являются защищенная сеть передачи данных и информационные ресурсы ЕИП.

Проект «Прорыв», который предполагает отработку технологии замыкания ядерного топливного цикла, реализуется на площадке Сибирского химического комбината в томском ЗАТО Северск . Технология замкнутого цикла необходима для атомной энергетики будущего.

Реализация проекта включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) в составе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом, а также модуля фабрикации/рефабрикации топлива для этого реактора и модуля переработки его отработавшего топлива. БРЕСТ-ОД-300 планируется запустить в 2020 году.

«Начата облицовка нержавеющей сталью отдельных камер, где будет размещаться сложнейшее оборудование технологических линий по фабрикации нитридного топлива », - сообщил замгенерального директора госкорпорации «Росатом», руководитель проектного направления «Прорыв» Вячеслав Першуков по итогам заседания штаба по сооружению объектов капитального строительства ОДЭК с реакторной установкой «БРЕСТ-ОД-300».

К концу мая текущего года строители должны закончить перекрытия последнего этажа модуля фабрикации/рефабрикации топлива (МФР) на площадке ОДЭК. В состав МФР будут входить следующие основные производственные линии: линия карботермического синтеза смешанного нитрида урана и плутония; линия изготовления таблеток СНУП-топлива; линия сборки твэлов; линия сборки ТВС.

После этого начнется монтаж инженерных сетей внутри помещений. Сейчас ведутся работы по созданию систем теплоснабжения, в апреле начнется ее тестирование, а уже в сентябре планируется подать тепло в помещения модуля фабрикации/рефабрикации. Санпропускники, отдельные здания, насосные станции, резервуары для технической воды уже готовы к сдаче. Среди задач на этот год по созданию МФР Вячеслав Першуков назвал создание всей инфраструктуры комплекса по снабжению теплом, газом, водой, электричеством, по обеспечению стоков и сбросов. Основная цель – к концу текущего года получить площадку с готовыми коммуникациями. В соответствии с Федеральной целевой программой МФР планируется запустить в эксплуатацию в 2020 году.

В прошлом году было начато изготовление и поставка уникального оборудования для модуля фабрикации/рефабрикации. «АО «СвердНИИхиммаш» (г. Екатеринбург) поставили в АО «Сибирский химический комбинат» (г. Северск, Томская область) оборудование для участков входного контроля и подготовки комплектующих твэлов, установки горячего и холодного контроля герметичности твэлов и установки дезактивации твэлов», - рассказал замгенерального директора Юрий Чамовских.

Екатеринбуржцами также были разработаны, изготовлены и поставлены локальные системы управления линий карботермического синтеза изготовления таблеток СНУП-топлива* . В 2017 году АО «СвердНИИхиммаш» должен изготовить и испытать такие сложные технологические комплексы, как установки прессования шашек и таблеток, установку карботермического синтеза нитридных порошков, установку спекания таблеток. В наступившем году СХК планирует получить оборудование для двадцати технологических участков МФР. В 2017 году на проект «Прорыв» будет выделено 9 миллиардов рублей, в том числе 7 миллиардов выделит «Росатом».

На начало 2017 года численность персонала ОДЭК достигла 131 человека. В 2016 году комбинатом пройдены все необходимые процедуры по утверждению организационной структуры и штатного расписания ОДЭК, начат подбор кадров. Среди первых специалистов, принятых в дирекцию, сотрудники управления капитального строительства, отдела строительного контроля, производственно-технического отдела, планово-сметного отдела, отдела комплектации оборудованием и другие. Создана также технологическая служба по созданию плотного топлива, возглавляемая Дмитрием Зозулей. В дирекции ОДЭК уже работают сотрудники службы инженерной поддержки проекта по созданию реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» и технологической службы проекта по созданию производства по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В основном стараются брать кадры внутри комбината. Об их дополнительном обучении и переподготовке у СХК есть договоренность с Северским технологическим институтом НИЯУ МИФИ.

Напомним, «Росатом» в настоящее время реализует на Сибирском химическом комбинате амбициозный проект «Прорыв» - один из главных современных мировых проектов в атомной энергетике. «Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года».

Результатом проекта должно стать создание конкурентоспособного продукта, который сможет обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике. Одним из направлений проекта является строительство опытно-демонстрационного энергетического комплекса в составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» с пристанционным ядерным топливным циклом и комплекс по производству смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива для реакторов на быстрых нейтронах.

Российские атомщики, занимающие первое место в мире в создании новых технологий для развития ядерной энергетики, должны сделать свое лидерство абсолютным, лишив отстающих зарубежных конкурентов надежд на преодоление технологического разрыва . Помимо России, тематикой реакторов на быстрых нейтронах в той или иной степени занимаются США, Франция, Китай, Япония, Индия, Южная Корея. По мнению экспертов, в своих работах они отстали от России на много лет.

*Одним из ключевых и самых продвинутых на сегодня элементов проекта является разработка смешанного уран-плутониевого нитридного топлива (СНУП). Это аналог МОКС-топлива, только вместо оксида урана используется нитрид. У него есть определенные плюсы, но почти полностью отсутствует опыт применения в реакторах - т.е. мы вполне можем и не знать о наличии существенных минусов у нитридов, например по неспособности держать достаточно высокие выгорания.

Из плюсов стоит отметить высокая степень выгорания в реакторах, большую теплопроводность, большую концентрацию атомов урана/плутония, чем в оксиде (т.к. там мононитрид), поэтому меньше паразитные потери нейтронов, выше использование урана/плутония и больший коэффициент воспроизводства плутония. Кроме того, совместимость с жидкометаллическим теплоносителем - нитрид не плавает в свинце, в отличие от оксидов, что важно при возникновении тяжелых аварий.

Россия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира.

20 лет назад от этого проекта отказались из-за высокого риска аварий и больших эксплуатационных затрат.

В 2012 году Госкорпорация «Росатом» объявила о выделении 1,8 млрд рублей на возобновление работ по созданию промышленного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-300, относящегося к последнему, четвертому поколению и использующего свинцовый теплоноситель. Основу атомной энергетики они смогут составить не ранее 80-х годов XXI века, хотя ряд экспертов сомневается, что такой реактор может быть создан в названные сроки.

1,8 млрд рублей были выделены на научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы (НИОКР). Согласно документам корпорации, результаты этих работ должны были готовы к концу 2012 года.

По окончании НИОКР должен был представлен технический проект основных частей реакторной установки (внутрикорпусные устройства, насосы, корпус реактора, перегрузочный комплекс, парогенератор), а также обоснования работоспособности и безопасности принимаемых конструктивных решений с проведением расчетных и экспериментальных исследований.

Вся разработка технического проекта «БРЕСТ-300» должна была завершена в 2014 году. А подготовка рабочей проектной документации и прохождение госэкспертизы были запланированы до конца 2015 года.

И только в 2016 году, как ожидалось, должно начаться строительство первого энергоблока. Мощность реактора, который планировалось построить только к 2020 году, будет невысокой и составит всего 300 МВт. В случае успешности этого проекта будет ставиться вопрос о разработке более мощной реакторной установки БРЕСТ-1200.

В «Росатоме» считают, что внедрение реакторов на быстрых нейтронах в современную энергетику многократно увеличит эффективность использования урана, которая будет в 10 раз выше, чем у тепловых.

В части реакторов на быстрых нейтронах мы пока заметно впереди, поскольку остальные страны пока ничего подобного не делают. Таким образом, мы сейчас не конкуренцию развиваем, а свои конкурентные преимущества в плане технологий, - отмечает директор департамента коммуникаций госкорпорации «Росатом» Сергей Новиков. - Реакторы четвертого поколения начнут доминировать после 80-х годов, когда они вытеснят с рынка предыдущее поколение.

И тогда в 2012 году оптимизм госкорпорации в отношении подобного типа реакторов разделяли не все.

На тот день проект «БРЕСТ-300» был только на словах. Как тогда считали, что специалисты могли бы работать над ним еще на протяжении 100 лет. Тогда даже не было доказательств безопасности данного реактора, - отмечал «Известиям» Юрий Семенков, директор Института ядерных реакторов «НИЦ Курчатовский институт». - Я не думаю, что в данном случае Россия находится на каком-то прорывном пути в технологиях.

Но ученый согласен, что для перехода на замкнутый топливный цикл действительно необходим реактор на быстрых нейтронах. Но какой это должен быть реактор, тогда ещё было неизвестно: «Кроме реакторов с натриевым теплоносителем, другие свою жизнеспособность и уверенность в безопасности не показали» .

В «Росатоме» говорят, что намерены занять 20% мирового рынка строительства АЭС в ближайшие 20 лет. По оценкам МАГАТЭ, общемировая потребность в реакторах мощностью 100–400 МВт до 2040 года составит от 500 до 1 тыс. блоков. В денежном эквиваленте объем рынка оценивается в $300–600 млрд.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах впервые появились в 1950-е годы. Первым в мире реактором промышленного назначения на быстрых нейтронах стал российский БН-600, который был запущен на третьем блоке Белоярской АЭС в 1980 году. Он до сих пор остается единственным в мире действующим реактором на быстрых нейтронах. Первые работы над проектом «БРЕСТ» начались в конце 80-х годов прошлого столетия. Однако в начале 1990-х годов как этот, так и большинство мировых проектов по созданию реакторов на быстрых нейтронах, были прекращены из-за высокого риска аварий и больших эксплуатационных затрат.

Россия приблизилась к завершению проекта «Прорыв»

И вот 17 марта 2015 года компания «Атомпроект» представила участникам направления «Прорыв» основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, суперамбициозный высокотехнологичный проект России стал еще на ступень ближе к завершению.

17 марта компания «Атомпроект» представила участникам направления «Прорыв» внешний вид и основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, что суперамбициозный ядерный проект России стал еще на ступень ближе к завершению. Совещание проводилось в связи с подготовкой проектной документации на госэкспертизу.

Модуль переработки ОЯТ представляет собой один из трех главных компонентов «замкнутого ядерного топливного цикла». Работа по двум другим также продвигается успешно. В марте прошлого года Росатом приступил к строительству завода уран-плутониевого топлива для реактора на быстрых нейтронах «Брест-300», проектирование самого реактора находится на стадии завершения. Таким образом, Россия неуклонно приближается к грандиозному прорыву в области энергетики.

Реализация проекта «Прорыв» позволит создать первый в мире замкнутый ядерный топливный цикл. Потратив около 130 млрд. рублей страна вплотную приблизится к созданию совершенно новой атомной энергетики четвертого поколения.

Развернутая оценка такого события сделана инвестором Александром Геннадьевичем Крюковым в статье «Россия – лидер высоких технологий в энергетике»» .

В первую очередь проект позволит решить проблему накопившегося ОЯТ, превратив его в топливо для реакторов на быстрых нейтронах. А.Г. Крюков отмечает, что «за шестьдесят лет работы атомной отрасли накоплено огромное количество ОЯТ и ОГФУ, их хранение требует значительных средств, тогда как замкнутый цикл позволит использовать их для получения электроэнергии. Даже грубые подсчеты говорят о том, что при нынешних масштабах выработки электроэнергии Урана-238 в ОЯТ и ОГФУ хватит на несколько сотен лет генерации».

Важно отметить, что в данный момент РФ опередила всех, и Россия – «единственная страна в мире, которая может кардинально изменить ситуацию с производством электроэнергии для себя и поставить на мировой рынок высокотехнологичный продукт, не имеющий аналогов – атомную энергетику 4-го поколения с внутренне присущей безопасностью» – подчеркивает аналитик А.Г. Крюков.

Реализация проекта «Прорыв» связана с решением сложнейших технологических проблем, в этой связи передача на Госэкспертизу документации модуля переработки ОЯТ свидетельствует о том, что трудности удалось преодолеть, и решения найдены.

Ядерный прорыв

Константин Гурдин в статье «Ядерный прорыв» пишет, что ядерные станции дают нашей стране 17% электроэнергии, на Северо-Западе РФ – более 40%. В стране пашут 10 АЭС, 33 энергоблока. Всё это – обычные реакторы так называемого разом­кнутого цикла. Они работают на низкообогащённом уране, сильно не дожигают топливо, в результате копятся горы радиоактивных отходов.

Набралось уже 18 тыс. т отработанного урана, и каждый год добавляется 670 тонн. В мире 345 тыс. т этих проблемных отходов, из них 110 тыс. у США. Промышленные технологии переработки есть только у двух стран: России и Франции.

Проблему может решить только реактор нового типа, действующий по замкнутому циклу. Заодно он поможет справиться с утечками военных ядерных технологий. Замкнутые реакторы можно поставлять любым странам, поскольку на них в принципе нельзя получить сырьё для ядерных зарядов.

Но главное – безопасность. Замкнутый цикл можно запустить на старом, отработанном топливе. «Даже грубые подсчёты говорят, что запасов отработанного урана, накопленных за 60 лет работы атомной отрасли, хватит на несколько сотен лет генерации», – говорит доктор физматнаук А. Крюков.

«Брест» и есть тот революционный проект. Работы над ним начались ещё в конце 1980-х гг., их ведёт знаменитый разработчик ядерных установок для подводных лодок НИИ Энерготехники (НИИЭТ). Поворотным моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.

Там он пообещал миру новую ядерную энергетику, чистую, безопасную, исключающую оружейное применение. Речь шла как раз о «Брестах». С тех пор дело сильно двинулось вперёд. В 2010 г. правительство приняло госпрограмму «Ядерные технологии нового поколения до 2015 года» с бюджетом 160 млрд рублей.

Срок подошёл, проект готов, технические документы уже на госкомиссии. Тем временем Росатом начал строительство завода, на котором отработанное топливо будет превращаться в обогащённые таблетки для «Бреста».

Первый опытный образец получит мощность 300 МВт, серийные «Бресты» будут на 700–1200 мегаватт. Это больше мощности основной тягловой лошадки сегодняшней российской атомной энергетики, реактора ВВЭР-1000.

Надежный БРЕСТ

Оригинальный подход в развитии БН-реакторов демонстрирует НИКИЭТ, разработавший проект реакторной установки БРЕСТ для атомных электростанций высокой безопасности и экономичности для крупномасштабной ядерной энергетики будущего.

БРЕСТ - энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.

Достоинства реактора:

• - естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
• - долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
• - нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония;
• - экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
• - экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U , высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:

• самоход всех органов регулирования
• отключение (заклинивание) всех насосов первого контура
• отключение (заклинивание) всех насосов второго контура
• разгерметизация корпуса ректора
• разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора
• наложение различных аварий
• неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.

Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.

Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.

Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, - очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.

Общий вид реактора БРЕСТ-300

Реактор БРЕСТ-1200

Вообще масса плюсов перед нынешними реакторами у реакторов на быстрых нейтронах:

• Внутри реактора давление атмосферное -> меньше опасность взрыва (в водных реакторах давление 50-150 атмосфер даже в обычных условиях, а уж при аварии …).
• Как следствие, нет необходимости в стальном коконе вокруг всей этой байды - огромное давление держать нет необходимости
• Всеядность - жрёт 238й уран, которого в природе в десятки раз больше 235го, и плутоний, который в больших количествах нарабатывается в набившем оскомину «отработанном ядерном топливе». То есть, по сути, ОЯТ это практически готовое топливо для реакторов на БН.

Плюс к тому, у данного реактора свинцовый теплоноситель - отлично придумано.

Даже в самом крайнем случае активная зона стечёт на дно реактора и автоматически сверху накроется толстенным слоем свинца, который заэкранирует радиацию. Плюс к тому, свинец поглощает нейтроны и минимизирует реакции ядерного синтеза. У нынешних реакторов на БН в качестве теплоносителя используется натрий, а он жутко химически активен, в случае прорыва контура входит в бурную реакцию с бетоном, горит и так далее. Хорошо хоть не ядовит.

Отрадно сознавать, что по части ядерной энергетики Россия реально впереди планеты всей.

This entry passed through the Full-Text RSS service - if this is your content and you’re reading it on someone else’s site, please read the FAQ at fivefilters.org/content-only/faq.php#publishers.

В России ведутся работы по созданию революционного ядерного реактора, относящегося к четвертому поколению. Речь идет о реакторе «БРЕСТ», над которым сегодня работают предприятия, входящие в госкорпорацию «Росатом». Данный перспективный реактор создается в рамках реализации проекта «Прорыв». «БРЕСТ» - это проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине, а также закритическими параметрами пара. Проект разрабатывается в нашей стране еще с конца 1980-х годов. Главным разработчиком данного реактора является НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля (научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники).

Сегодня атомные электростанции дают России 18% вырабатываемой электроэнергии. Очень большое значение атомная энергетика имеет в европейской части нашей страны, особенно на северо-западе, где на ее долю приходится 42% выработки электроэнергии. В настоящее время в России работает 10 АЭС, на которых эксплуатируется 34 энергоблока. На большинстве из них в качестве топлива используется низкообогащенный уран с содержанием изотопа урана-235 на уровне 2-5%. При этом топливо на АЭС расходуется не полностью, что ведет к образованию радиоактивных отходов.

В России набралось уже 18 тысяч тонн отработанного урана и с каждым годом эта цифра увеличивается на 670 тонн. А всего в мире насчитывается 345 тысяч тонн данных отходов, из которых 110 тысяч тонн приходятся на США. Проблему с переработкой данных отходов мог бы решить реактор нового типа, который действовал бы по замкнутому циклу. Создание такого реактора помогло бы справиться и с утечкой военных ядерных технологий. Такие реакторы можно было бы смело поставлять любым странам мира, так как на них в принципе невозможно было бы получить сырье, необходимое для создания ядерного . Но основным их плюсом стала бы безопасность. Такие реакторы можно было бы запустить даже на старом, отработанном ядерном топливе. По словам доктора физико-математических наук А. Крюкова, даже довольно грубые расчеты говорят нам о том, что накопленных за 60 лет работы атомной отрасли запасов отработанного урана хватит на несколько сотен лет генерации энергии.

Революционным проектом в данном направлении и являются реакторы «БРЕСТ». Данный реактор хорошо вписывается в контекст выступления Владимира Путина на «саммите тысячелетия» в ООН в сентябре 2000 года. В рамках своего доклада российский президент пообещал миру новую ядерную энергетику: безопасную, чистую, исключающую оружейное применение. С момента того выступления работы по воплощению проекта «Прорыв» в жизнь и создания реактора «БРЕСТ» существенно продвинулись вперед.

Общий вид реактора БРЕСТ-300

Изначально проектировалась установка «БРЕСТ», которая обеспечивала бы в составе энергоблока мощность 300 МВт, но позднее появился проект с увеличенной до 1200 МВт мощностью. При этом на данный момент времени разработчики сосредоточили все свои усилия на менее мощном реакторе БРЕСТ-ОД-300 (опытный демонстрационный) в связи с отработкой большого объема новых конструкторских решений и планах их проверки на относительно небольшом и дешевом в реализации проекте. Помимо этого выбранная мощность 300 МВт (электрическая) и 700 МВт (тепловая) - этом минимально необходимая мощность для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне реактора, равного единице.

В настоящее время проект «Прорыв» реализуется на площадке предприятия государственной корпорации «Росатом» Сибирского химического комбината (СХК) на территории закрытого территориального образования (ЗАТО) Северск (Томская область). Данный проект предполагает отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла, которые будут востребованы в атомной энергетике будущего. Реализация данного проекта на практике предусматривает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе: БРЕСТ-ОД-300 - реактора на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем с пристанционным ядерным топливным циклом и специального модуля фабрикации/рефабрикации топлива для данного реактора, а также модуля переработки его отработавшего топлива. Планируется запустить реактор БРЕСТ-ОД-300 в 2020 году.

Генеральным проектировщиком опытно-демонстрационного энергетического комплекса выступает санкт-петербургский ВНИПИЭТ. Реактор создается НИКИЭТ (Москва). Ранее сообщалось, что разработка реактора БРЕСТ оценивается в 17,7 миллиарда рублей, постройка модуля переработки отработавшего ядерного топлива - 19,6 миллиарда рублей, модуля фабрикации и пускового комплекса рефабрикации топлива - 26,6 миллиарда рублей. Главной задачей создаваемого энергетического комплекса должна стать отработка технологии эксплуатации нового реактора, производства нового топлива и технологии переработки отработавшего ядерного топлива. По этой причине решение о запуске реактора БРЕСТ-ОД-300 в энергетическом режиме с целью выработки электрической энергии будет приниматься только после завершения всех исследовательских работ по проекту.

Строительная площадка энергокомплекса БРЕСТ-300 находится в районе радиохимического завода Сибирского химического комбината. Работы на этой площадке начались в августе 2014 года. По словам гендиректора СХК Сергея Точилина, здесь уже была проведена вертикальная планировка с выемкой миллиона кубометров грунта, проложены кабели, смонтированы трубопроводы технической воды, выполнены иные строительные работы. В настоящее время подрядная организация «Ява-строй» и северский субподрядчик «Спецтеплохиммонтаж» продолжают комплекс работ, относящихся к подготовительному периоду. Сегодня на строительной площадке трудится 400 человек, с наращиванием темпов работ на объекте количество строителей вырастет до 600-700 человек. Государственные инвестиции в данный проект ориентировочно оцениваются в 100 миллиардов рублей, сообщает пресс-служба Сибирского химического комбината.

Опытно-демонстрационный энергетический комплекс в крупнейшем в нашей стране ЗАТО возводится поэтапно. Первым строится завод по выпуску нитридного топлива, ввод его в эксплуатацию запланирован на 2017-2018 год. Произведенное на данном заводе топливо в будущем поступит в опытно-демонстрационный реактор БРЕСТ-300, работы над постройкой которого начнутся в 2016 году, а завершатся в 2020 году, это станет завершением второго этапа реализации проекта. Третий этап работ предусматривает постройку еще одного завода - по переработке отработанного топлива. В полном объеме проект «Прорыв» должен будет заработать к 2023 году. Благодаря реализации данного амбициозного проекта, в городе Северске должно появиться порядка 1,5 тысячи новых рабочих мест. Непосредственно в постройке установки БРЕСТ-300 будет участвовать 6-8 тысяч рабочих.

Как рассказал глава проекта по созданию реактора БРЕСТ-300 Андрей Николаев, в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса в городе Северске войдет реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом, а также комплекс по производству «атомного топлива будущего». Речь идет о нитридном топливе для реакторов на быстрых нейтронах. Предполагается, что именно на данном виде топливе, начиная с 20-х годов XXI века, будет функционировать вся атомная энергетика. Планируется, что опытный реактор БРЕСТ-300 станет первым на планете реактором на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Согласно проекту отработанное ядерное топливо в реакторе БРЕСТ-300 будет перерабатываться, после чего загружаться в реактор заново. Для стартовой загрузки реактора потребуется в общей сложности 28 тонн топлива. В настоящее время осуществляется анализ отработанного ядерного топлива из хранилищ Сибирского химического комбината - возможно, какое-то количество продуктов с плутониевым элементом получится использовать при выпуске топлива для опытного реактора БРЕСТ.

Реактор БРЕСТ-300 будет иметь ряд существенных преимуществ в области безопасности работы перед любым работающим в наши дни реактором. Данный реактор сможет самостоятельно заглушаться при отклонении любых параметров. Помимо этого, в реакторе на быстрых нейтронах используется топливо с меньшим запасом реактивности, разгон на мгновенных нейтронах и последующая вероятность взрыва попросту исключены. Свинец, в отличие от применяемого сегодня в качестве теплоносителя натрия, является пассивным, да и с точки зрения химической активности свинец безопаснее натрия. Плотное нитридное топливо легче переносит температурные режимы и механические дефекты, оно надежнее оксидного. Даже самые предельные аварии диверсионного характера с разрушением внешних барьеров (крышки корпуса, здания реактора и др.) не смогут привести к радиоактивным выбросам, которые потребовали бы проведения эвакуации населения и последующего длительного отчуждения земли, как это произошли при аварии на ЧАЭС в 1986 году.

К достоинствам реактора БРЕСТ относят:

Естественную радиационную безопасность при всевозможных авариях по внешним и внутренним причинам, включая диверсии, не требующую проведения эвакуации населения;

Долговременную (почти неограниченную во времени) обеспеченность топливом за счет эффективного использования природного урана;

Нераспространение на планете ядерного оружия за счет исключения наработки в ходе эксплуатации плутония оружейного качества и реализации пристанционной технологии сухой переработки топлива без разделения плутония и урана;

Экологичность производства энергии и последующей утилизации отходов за счет замкнутого топливного цикла с трансмутацией долгоживущих продуктов деления, трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, очисткой радиоактивных отходов от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения радиационного природного равновесия;

Экономическую конкурентоспособность, которая достигается за счет естественной безопасности АЭС и технологии реализованного топливного цикла, подпитки реактора только 238U, отказа от сложных инженерных систем безопасности, высоких параметров свинца, которые обеспечивают достижение закритических параметров паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, сокращения стоимости строительства.

Проектное изображение комплекса БРЕСТ. 1 - реактор, 2-машзал с турбиной, 3 - модуль переработки ОЯТ, 4 - модуль фабрикации свежего топлива.

Сочетание мононитридного топлива, природных качеств свинцового теплоносителя, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения, физических характеристик быстрого реактора выводит реактор БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и позволяет обеспечить устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты при очень тяжелых авариях, которые являются непреодолимыми для любого из существующих и проектируемых в мире реакторов:

Самоход всех имеющихся органов регулирования;
- отключение (заклинивание) всех насосов 1-го контура реактора;
- отключение (заклинивание) всех насосов 2-го контура реактора;
- разгерметизация корпуса ректора;
- разрыв трубок парогенератора или трубопроводов второго контура по любому сечению;
- наложение разнообразных аварий;
- неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания.

Реализуемый «Росатомом» проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли России с замкнутым топливным циклом и решением проблемы отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов (РАО). Результатом реализации данного амбициозного проекта должно стать создание конкурентоспособного продукта, который позволит обеспечить российским технологиям лидерство в мировой атомной энергетики, да и в целом в глобальной энергосистеме на ближайшие 30-50 лет.

Источники информации:
http://www.rosatom.ru
http://atomsib.ru
http://publicatom.ru/blog/atomsib/5854.html
http://sdelano-u-nas.livejournal.com/360656.html
Материалы из свободных источников